DE3401575A1 - Kernreaktor - Google Patents

Description

VJestinghouse Electric Corporation, Westinyhouse Building, Gateway Center, Pittsburgh, Pennsylvania 15 222, V,St.A,

Kernreaktor

Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor nach dem Oberbegriff des Anspruchs 1.

Insbesondere bezieht sich die Erfindung auf die Ausbildung der den oberen Teil wassergekühlter Kernreaktoren tragenden und umschließenden Reaktorkammerkonstruktion.

Die von der Nuclear Regulatory Commission (WRC) geforderte ünfallanalyse für Kernreaktoranlagen umfaßt auch den Fall des LOCA (Kühlmittelverlust (Loss of Coolant Accident)), Der LOCA^FaIl ist als augenblicklicher vollständiger Bruch, d.h, als vollständiges Abreißen einer Kühlschleifen-Hauptleitung an bestimmten Stellen definiert. Das Primärkühlsystem muß im Hinblick auf den LOCA^-FaIl so ausgelegt werden, daß ein solcher Unfall aus dem Gesichtspunkt der notwendigen Reaktorkernkühlung gefahrlos überstanden werden kann. Insbesondere dürfen bei denjenigen Reaktorkomponenten, die an der Sicherheitsflutung, dem Einschießen der Steuerstäbe und der Aufrechterhaltung der mechanischen Integrität des Reaktorkerns beteiligt sind, die nach den NRC-* und den ASI4E-Regeln festgelegten Grenzbeanspruchungen nicht überschritten werden.

Eine der im Hinblick auf den LOCA«!Fall zu berücksichtigenden Stellen der Hauptkühlraittelleitungen ist die Schweißverbindung zwischen dem betreffenden Anschlußstutzen des Reaktordruckbehälters und einem Sicherheitsring. Bei diesem Sicherheitsring handelt es sich um einen Ring aus rostfreiem Stahl, der im Zuge der Herstellung des Reaktordruckbehälters in der Werkstatt an den aus Kohlenstoffstahl bestehenden Änschlußstutzen angeschweißt wird. Der Zweck dieses Sicherheitsrings liegt darin, die LSfotwendigkeit der Herstellung einer Schweißverbindung zwischen zwei verschiedenen Metallwerkstoffen am Einbauort des Reaktordruckbehälters auszuschließen, wenn die Hauptkühlmittelleitung an den betreffenden Anschluß- · ' stutzen angeschlossen wird. Die Untersuchung eines LOCA^FaIIs im Bereich des Sicherheitsrings läßt eine Druckbeaufschlagung des Raumes zwischen dem Reaktordruckbehälter und dem Primärschirm in der Nähe des Anschlußstutzens erwarten, dessen Bruch angenommen wird. Diese Druckbaaufschlagung der Reaktorkammer verursacht eine asymmetrische Belastung des Reaktordruckbehälters und seiner Abstützungen, Dieser Zustand führt zu Spannungen in den Stützschuhen des Reaktordruckbehälters, welche die Bruchspannungsgrenzen übersteigen könnten.

Daher liegt der Erfindung die Aufgabe zugrunde, eine Reaktorkariuieranordnung so auszubilden,· daß durch einen Leitungsbruchunfall bedingte Druckbeaufschlagungswirkungen und dadurch erzeugte asymmetrische Kräfte auf den Reaktordruckbehälter verringert werden,

Diese Aufgabe wird bei einem Kernreaktor der eingangs angegebenen Gattung nach der Erfindung durch die im kennzeichnenden Teil des Anspruchs 1 angegebene Anordnung gelöst.

Diese Anordnung dient zur Verringerung der asymmetrischen Belastung des Reaktordruckbehälters, die nach einem LOCA-FaIl an einem Anschlußstutzen aufgrund der asymmetrischen Druckbeaufschlagung der Reaktorkammer entsteht. Infolge dieser Anordnung wird bei einem Rohrbruch das■austretende Kühlmittel vom Druckbehälter weggeführt, indem dieses Kühlmittel zum. Druckbehälter hin austritt und durch vorgesehene offene Kanäle, vom Druckbehälter weggeleitet wird.

Die Erfindung wird nachstehend anhand eines bevorzugten Ausführungsbeispiels unter Bezugnahme auf die anliegenden Zeichnungen näher im einzelnen beschrieben, in welchen zeigt;
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Fig. 1 einen schematischen Horizontalschnitt durch eine Reaktorkammerkonstruktion herkömmlicher Bauart,
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Fig. 2 ' einen schematischen Vertikalschnitt durch eine Reaktorkammerkonstruktion herkömmlicher Bauart,
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Fig. 3 einen schematischen Horizontal

schnitt durch eine erfindungsgemäße Reaktorkammerkonstruktion,

Fig. 4 einen schematischen Vertikal

schnitt durch eine erfindungsgemäße Reaktorkaramerkonstruktion im Bereich ein.e3 Einlaßstutzens,

Fig. 5 einen Schnitt in der Ebene V-V

in Fig. 4,

Fig» 6 einen schematischen Vertikal-

schnitt durch eine erfindungsgemäße Reaktorkammerkonstruktion im Bereich eines Auslaßstutzens, und

Fig. 7 ' einen Schnitt in der Ebene VII-VII

in Fig, 6,

Die gegenwärtig verwendete herkömmliche Konstruktion einer Reaktorkammer 4 ist in den Fig. 1 und 2 dargestellt. Der Reaktordruckbehälter 1 ist von einer Primärschirmwand 2 aus Beton umgeben, die mit ihren Konturen der Form des Druckbehälters 1 eng folgt. Dieser Priraärschild 2 wird von acht Rohrdurchführungsöffnungen 3 durchdrungen, durch welche die Hauptkühlmittelleitungen 9 und die Anschlußstutzen hindurchverlaufen. Zwischen.der Rohrdurchführungsöffnung 3 und der Außenseite der Rohrisolation 5 ist nur ein Zwischenraum von 5 cm vorhanden.

Außerdem wird der Primärschirm 2 von acht Inspektionsöffnungen 6 durchdrungen, von denen nur eine dargestellt ist und von denen über jedem Anschlußstutzen eine angeordnet ist, ura eine Inspektion bei in Betrieb befindlichem Reaktor zu ermöglichen. Jede dieser Inspektionsöffnungen 6 ist mit einen abnehmbaren Betonstopfen 7 verschlossen. Bei Eintritt eines LOCA-Falles an der Schweißnaht 8 eines Anschlußstutzen-Sicherheitsrings droht eine Druckbaaufschlagung der Rohr.durchfuhrungsöffnung 3, der Inspektionsöffnung 6 und der Reaktorkammer 4 infolge des aus dem abgetrennten Rohr 9 mit hoher Energie austretenden Wassers und Dampfes. Der Austrittsweg für das Dampf-Wasser-Gemisch verläuft durch, die Rohrhülse 3 in die Reaktorkonmer 4 zwischen der Schirmwand 2 und dem Druckbehälter 1. Der durch diesen Vorgang bedingte Druckanstieg erreicht möglicherweise in der Reaktorkammer 4 einen Gleichgewichtszustand. Während der ersten Sekunde dieses

Vorgangs kann sich jedoch ein Spitzendruck von bis su 70 bar in der Reaktorkammer 4 im Bereich des von den angenommenen Rohrbruch betroffenen Anschlußstutzens aufbauen. Dieser Spitzendruck führt zu einer asymmetrischen Belastung des Druckbehälters 1, die Werte von bis zu etwa 40 MW erreichen kann.

Die erfindungsgemäße Reaktorkammerkonstruktion, die zur Lösung dieses Druckproblems in der Reaktorkammer ausgelegt ist, ist in den Fig, 3 bis 7 dargestellt. Diese neue Reaktorkammerkonstruktion unterscheidet sich in folgenden Punkten von der herkömmlichen Konstruktion:

1. Der Druckbehälter ist in Höhe der Anschlußstutsen von einem 94 cm breiten ringförmigen Inspektionsraum 10 umgeben.

2. Die acht großen Inspektionsöffnungen 6 über jedem Anschlußstutzen der bekannten Konstruktion sind durch acht jeweils 75 cm Durchmesser aufweisende und zwischen den benachbarten Anschlußstutzen angeordnete öffnungen 6 ersetzt. Diese öffnungen 6 der erfindungsgemäßen Konstruktion sind nicht mit Stopfen 7 verschlossen.

3, Die Rohrdurchführungsöffnung 3 für das Hauptkühlmittelrohr im Primärschirm 2 ist vergrößert und hinsichtlich seiner Form verändert und hat statt der bisher kreisförmigen nun eine längliche Querschnittsform.

4, Eine 35 cm dicke Schirmwand 11 umschließt den Druckbehälter 1 zum Schutz von Inspektionspersonal bei während des Reaktorbetriebs vorgenommenen Inspektionen der Schweißverbindung zwischen dem Anschlußstutzen und deia Sicherheitsring in dem ringförmigen Inspektionsrauia 10. ■

5. Eine nicht zusammendrückbare Isolation 5 ersetzt die Standardisolation 5 an der Anschlußstutzenstelle des Druckbehälter 1 und über dexa durch die Rohrhülse 3 hindurchverlaufenden Abschnitt der Hauptkühlmittelleitung 9. 5

6. In jeder vergrößerten Rohrhülse 3 sind Rohrfestlegungen in Form von bewegungsbegrenzenden Keilen 12 angeordnet.

Im Falle des Auftretens eines LOCA-an der Schweißnaht 3 zwischen dem Anschlußstutzen und dem Sicherheitsring verschiebt sich das abgerissene Ende der Hauptkühlinittelleitung 9 aus ihrer normalen Position, wodurch eine öffnung entsteht, durch welche das energiereiche Dampf-Vtfasser-Gemisch austritt. Nach einer Bewegung entsprechend dem durch die Rohrfestlegung vorgegebenen BewegungsSpielraum wird das Rohrende durch die bewegungsbegrenzenden Festlegungen 12 angehalten, wodurch die Größe der geschaffenen Austrittsöffnung klein gehalten wird. Das Dampf-Wasser-Gemisch tritt dann in den Inspektionsraum 10 aas und strömt in Umfangsrichtung durch den .Inspektionsraura 10 und nach oben durch die offenen Inspektionsöffnungen 6 und außerdem durch die vergrößerten Rohrdurchführungsöffnungen 3 hindurch. Ein Zustrom in Richtung zum Druckbehälter 1 wird wegen des straffen Sitzes der nicht zusammendrückbaren Anschlußstutzenisolation 5 in der 35 cm dicken Schirmwand 11 behindert,

Durch die Kombination einer Begrenzung des durch den Rohrbruch entstehenden Austrittsquerschnitts, der Begünstigung einer Strömung vom Druckbehälter weg und der Verhinderung einer Strömung zum Druckbehälter hin kann die Druckbeaufschlagung der Reaktorkammer 4 um einen Faktor 3 bis 4 verringert und dadurch die asymmetrische Belastung des Druckbehälters 1 um einen Faktor 10 reduziert werden.

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Einige andere Konstruktionsmerkmale sind ebenfalls bemerkenswert.

Zur Begrenzung des rohrbruchbedingten Austrittsquerschnitts und des Strömungsaustritts zum Druckbehälter ist eine spezielle Isolation in der Rohrfestlegung und am Anschlußstutzen des Druckbehälters erforderlich. Zu diesem Zweck findet ein Material mit guter Wärmeleitfähigkeit und sehr guter Druckfestigkeit Anwendung. 10

Das Offenlassen der Inspektionsoffnungen 6 zur Begünstigung der Strömungsabführung aus der Rohrbruchstelle führt zu einer Vergrößerung der Strahlungsemission im Reaktorbetrieb. Durch Beschränkung der Größe dieser Inspektionsoffnungen auf 75 cm und Anordnung derselben zwischen den einzelnen Anschlußstutzen anstatt genaa über ihnen führt zu einer ausreichenden Reduzierung dieser Strahlungsemission,

Die vergrößerten länglichen Rohrdurchführungsöffnungen 3 stellen ebenfalls zusätzliche Strahlungsemissionswege dar. Eine Anordnung der Hauptkühlmittelleitung 9 nahe dem Boden der Durchführungsöffnung 3 ergibt eine zusätzliche Abschirmung durch das wassergefüllte Rohr 9 und damit eine Abschwächung dieses zusätzlichen Strahlungsproblems.

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Claims (1)

1. Patentansprüche

   (Ώ Kernreaktor mit einem Reaktordruckbehälter, der mit Kühlmittelzu- und -ableitungen verschweißte Einlaß- und Auslaßstutzen aufweist, und mit einer den Druckbehälter aufnehmenden Reakorkamraer mit einer den Druckbehälter mit Abstand umgebenden Schirmwand, dadurch gekennzeichnet, daß die Schirmwand (2) im Bereich der Ein- und Auslaßstutzen und der Zu- und Ableitungen (9) Mittel (10, 6) zum Abführen von im Falle eines Bruches der Seiweißnaht zwischen einem Stutzen und der betreffenden Leitung austretendem Kühlmittel vom Druckbehälter (1) weg sowie Mittel (11) zur Verhinderung einer Strömung ausgetretenen Kühlmittels zum Druckbehälter hin aufweist.

   2* Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß jedes Zu- und Ableitungsrohr (9) durch eine in Vertikalrichtung einen länglichen Querschnitt aufweisende Durchführungsöffnung (3) der Schirmwand (2) hindurchverläuft und nahe dem unteren Ende dieser Durchführungsöffnung angeordnet ist.
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   3, Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß jedes Zu- und Ableitungsrohr (9) in der betreffenden Durchführungsöffnung mittels Rohrfestlegungsmitteln in Form von eine axiale Rohrbeweguhg begrenzenden Keilen (12) festgelegt ist.

   4* Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Leitungsrohre (9) im Bereich der Durchführungsöffnungen (3) von einer nicht zusammendrückbaren Isolation umschlossen sind,

   5. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Mittel zum Abführen ausgetretenen Kühlmittels vom Druckbehälter weg einen breiten Ringraum (10), der in Höhe der Zu- und Ableitungsrohre (9) innerhalb der Schirmwand (2) um den Druckbehälter (1) herumverläuft, und durch die Schirmwand (2) hindurch zu dem Ringraum (10) verlaufende offene Inspektionsöffnungen (6) aufweisen,

   6. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Mittel zum Abführen ausgetretenen Kühlmittels vom Druckbehälter weg einen weiten Zwischenraum zwischen jedem Leitungsrohr (9) und der betreffenden Durchführungswand aufweisen,

   7, Kernreaktor nach Anspruch 5 oder 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Mittel zur Verhinderung einer Strömung ausgetretenen Kühlmittels zum Druckbehälter (1) hin eine Schirmwand (11) aufweisen, die den Druckbehälter (1) und insbesondere die Leitungsrohre (9) und die Ein- bzw. Auslaßstutzen zwischen dem Druckbehälter (1) und dem· Ringraum (10) eng umschließt, so daß nur ein enger, eine Strömung aus dem Ringraum (10) zur Reaktorkammer (4) begrenzender Spalt verbleibt, ·